《核材料的辐照效应.ppt》由会员分享，可在线阅读，更多相关《核材料的辐照效应.ppt（34页珍藏版）》请在taowenge.com淘文阁网|工程机械CAD图纸|机械工程制图|CAD装配图下载|SolidWorks_CaTia_CAD_UG_PROE_设计图分享下载上搜索。
1、第七讲 核材料的辐照效应,杨 亮,南京航空航天大学,反应堆材料的辐照问题,反应堆（特别是堆内）晶态合金材料在长期经受各种粒子、射线辐照，特别是中子辐照时产生结构和性能的变化。表现为：辐照生长、肿胀、蠕变加快、氢脆氧化、应力开裂、塑性和韧性下降等。即结构不稳定，机械、物理、化学性能逐步下降，影响其服役寿命。,核材料的辐照效应本质,粒子辐照，特别是中子辐照时，粒子与原子的各种碰撞效应导致受激发原子的自由迁移，再通过撞击其他原子导致级联效应的产生。在此过程中，缺陷萌生、长大，并集中于晶界，甚至于材料表面。微观的空位、空穴等缺陷长大、集中，发展为介观到宏观尺度的空洞，最终导致材料的结构变化和损伤，性能
2、失效。因此，被激发原子的随机迁移性与晶体内部结构的有序性之间的矛盾是制约晶态合金耐辐照性的最根本原因。,理论计算辐照环境下纳米晶材料的结构变化,A 传统晶态合金 B 纳米晶材料,1 Bai XM, etc., Science, 327, 1631 (2010); 2 Ackland G, Science, 327, 1587 (2010),一 锆合金的辐照效应,1. 单位体量材料积中位移原子数与原子总数之比定义为原子位移（dpa），通常以其值来衡的辐照损伤程度，在典型轻水堆电站中锆合金包壳每一次循环下所受到的辐照损伤为20(dpa)，约相当于10-7dpa/s,可见很严重。 2. 要使锆原子位
3、移就必须向其提供足够的能量，这一位移能量阈值Ed为2527ev.而对于1Mev的入射中子，锆原子接受的反冲能量平均值为20kev，其最大值可达40kev，显然都远高于锆原子位移所需的能量，从而出现初级位移原子。,3. 在（23）1019n/cm2的注量后观察到了空位环和空位间隙，这时产生的空位环主要是型1/3环，空位环和间隙环大体上均衡发展是锆合金的特点，其比例取决于辐照温度和注量，注量达到(38)1021n/cm2后还产生型1/6环，这只是空位环。与不锈钢不同，中子辐照下锆合金中未发现空洞的存在。,锆合金辐照生长,锆合金辐照力学行为的变化,中子辐照对锆合金氧化性能的影响,中子辐照, 尤其是快
4、中子辐照导致氧化膜和金属基体内产生大量原子移位, 形成大量缺陷, 包括点缺陷、位错和空洞等。其中最简单, 且浓度最大的是Frankel 缺陷对。这些缺陷势必对氧离子的迁移产生影响。此外, 由于金属锆氧化后体积增大, 氧化膜处于压应力状态, 这将导致位错密度的增加; 中子辐照下, 水将分解生成H2, H2在氧化膜内聚集使氧化膜脆化; 中子辐照还导致金属基体的脆化和蠕变, 直接改变氧化膜的应力状态, 甚至使氧化膜开裂和脱落。,提高锆合金耐蚀性能的方法,Thorvaldsson用确定累积退火参数A 的最佳范围来制定最佳热处理工艺; Ogata提出在ASTM 规定的合金元素成分范围内降低Sn 含量而提
5、高其它合金元素含量可以提高抗均匀腐蚀和疖状腐蚀的性能; 周邦新提出用最佳热处理工艺提高锆合金的耐蚀性; Sabo l开发了ZIRLO 合金, 大幅度提高了耐蚀性能。这一系列方法归根到底是从改变包壳材料的合金元素分布以提高其耐蚀性能。为了提高包壳材料的耐蚀性能, 我们既可以进行耐高温腐蚀的新包壳材料的研制, 又可以对现有包壳材料进行改进, 如选择最佳热处理工艺、最佳合金成分, 表面激光处理及表面预生膜等方法都是进一步提高锆合金耐蚀性能的可以尝试的办法。,对由两厂分别生产的Zr-4包壳管样品在重水堆内进行中子辐照试验, 辐照温度为610K, 快中子注量为4.21020/cm2(E1.0MeV)。试
6、验结果表明, Zr-4管的辐照生长应变随辐照中子注量增加呈线性增加。两厂生产的Zr-4包壳管的生长应变可用 表达式描述, 两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响所致。,Zr-4合金的中子辐照生长,二铁合金的粒子辐照效应,1 辐照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性影响 利用氢离子（H+）束和电子（e-）束，双束（H+/e-）同时辐照用化学浸润法制备的新型12Cr-ODS铁素体钢，研究辐照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性的影响。对不同辐照剂量下原位观察辐照区内氧化物形貌的变化过程发现：辐照前和15dpa辐照后约10-20nm氧化物的尺寸并没有明显变化，而氧化物周围出现微小高密度空洞并没有影响氧化物
7、的稳定性。当辐照温度升高至823K时，大尺寸的氧化物Y2O3与基体的相界面变得不规则，但氧化物颗粒尺寸并不发生明显变化。实验结果表明：弥散强化相Y2O3尺寸稳定，无明显溶解现象。弥散强化相Y2O3与铁素体相界面变得粗糙与氢的存在，促进铁素体内空位向Y2O3氧化物扩散有关。,辐照前12Cr-ODS钢组织形貌,723K双束辐照后氧化物形貌变化,823K双束辐照后氧化物形貌变化,2低活化铁素体/ 马氏体钢离子辐照后的微观结构变化 采用100 keV 的氢离子在450 摄氏度对两种成分的低活化铁素体/ 马氏体钢进行了辐照实验; 同时为了对比研究低活化铁素体/ 马氏体钢中的合金元素在辐照过程中的行为,
8、将Fe-10Cr 合金以及纯铁一起进行了离子辐照. 通过透射电子显微镜观察发现, 当辐照剂量为11017 H + / cm2 时, 在低活化铁素体/ 马氏体钢中产生了一定数量的位错缺陷, 另外, 发现有大量富含合金元素Cr 的点状析出物产生.,离子辐照前后实验材料的显微组织,3.450 高能电子辐照对CLAM 钢微观结构的影响 为了研究低活化马氏体CLAM 钢的抗辐照肿胀性能,在450 下对CLAM 钢进行大剂量高能电子辐照的原位动态实验. 利用超高压透射电子显微镜观察发现,CLAM 钢中产生了大量的间隙原子型位错环和多面体形状的辐照空洞. 分析了它们的形核和长大规律以及相关机制. 计算表明,
9、CLAM 钢在高能电子辐照下的最大肿胀率为0.26 % ,具有较好的抗辐照肿胀性能.,CLAM 钢在450 电子辐照时的微观结构变化. (a) 0 dpa ; (b) 3.6 dpa ; (c) 10 dpa ; (d) 11.5 dpa ; (e) 13.2 dpa ; (f) 13.8 dpa,图 (a) 是刚刚开始辐照时的微观结构. 从中可以看出,钢中存在一定数量的均匀分布的位错环,位错环的平均直径为13 nm. 伴随着辐照损伤量的增加,位错环不断长大,位错环的密度也在增加,当辐照损伤量达到11.5 dpa 时(图4.1 ( d) ) ,位错环最大,继续增加辐照损伤量,最大位错环的大小基
10、本保持不变;但位错环的数密度增加,比较小的位错环继续长大. 从图4.1 中可以看到,当辐照损伤量达到10 dpa (图4.1 (c) ) 之前,位错环的数密度增加较慢,当辐照损伤量达到10 dpa (图4.1 (c) ) 以后,位错环的数密度迅速增加,以至于辐照损伤量达到13.2dpa (图4.1 (e) ) 以后,看到的位错环的分布密度很大;由于在辐照过程中的每一时刻产生的间隙原子的数量是一定的,这将产生“位错环直径增长较快时其数密度增长较慢、位错环直径增长较慢时其数密度增长较快”的结果.,CLAM 钢在450 电子辐照时辐照空洞的变化. (a) 0 dpa ; (b) 1.4 dpa ;
11、(c) 3.6 dpa ; (d) 10 dpa ; (e) 11.5 dpa ; (f) 13.2 dpa ; (g) 13.8 dpa ; (h) 15.6 dpa,从图中可以看到,随着辐照损伤量的增加,产生的空洞越来越多,并且尺寸也越来越大. 辐照损伤量达到1.4 dpa 时,开始观察到空洞的存在,这时空洞的尺寸很小、数量有限;当辐照损伤量达到3.6 dpa 时,空洞的尺寸明显长大,数量也在增加; 在图 c 中还可以看到有新的空洞产生;继续增加辐照剂量,空洞的数量和直径都继续增加,当辐照损伤量达到10 dpa 时,可以看到空洞的数量较多.,5 生铁经离子辐照前后的效应 其注氢前的TEM
12、照片中除了能看到少许的位错线存在以外, 几乎没有看到别的缺陷存在, 经过注氢以后在纯铁中产生了大量均匀分布的位错环缺陷, 位错环的尺寸约为5 50 nm, 位错环的数密度约为5.511021 / m3 . 与其他钢材经过注氢以后所观察到的结果不同, 在纯铁中没有出现上面提到的黑斑.,生铁在离子辐照前后的显微组织: ( a) 离子辐照前; ( b) 离子辐照后,不锈钢的中子辐照问题,1.不锈钢的辐照肿胀 在高通量中子辐照条件下，会引起不锈钢的肿胀。下图为Cr17Ni12Mo2钢的肿胀效应，肿胀显著增加的快中子注入量临界值约1022n/cm2。,2.辐照后的力学性能 在中子注入量超过1022n/c
13、m2之后，随注入量增加，抗拉强度明显上升，延伸率明显下降。在高于540摄氏度的高温拉伸性能，其强度不受中子注量的影响，但总延伸率随注入增加明显减少。不锈钢的断裂韧性随辐照剂量的增加明显减少，在高温辐照条件下，当中子剂量大于10dpa后，其断裂韧性趋于稳定；低温辐照的断裂韧性随着中子剂量增加也明显下降。,辐照对铝性能的影响,中子辐照对纯铝和低合金铝的影响较小，这是因为缺陷的迁移率甚至低到室温时，任然很高。在反应堆中铝在可能应用温度范围，从室温到300摄氏度， 或者发生或接近发生再结晶。 同其他金属一样，在辐照时，铝的强度提高，塑性稍许下降。退火状态的铝以1.51022n/m2注量在30摄氏度下经
14、辐照，其屈服极限提高2倍，强度极限提高70%，而相对延伸率比原来值减少67%。在同样条件下，加工变形铝辐照后，强度极限及屈服极限只提高了68倍，而延伸率完全没有变化。 随着注量提高到41026n/m2，牌号1100技术纯铝不断提高着强度极限和屈服极限，但相对延伸率仍然完全没变化。甚至在高注量辐照下，也不会使铝明显脆化。加工变形铝的特点是，辐照不但提高了强度性能，同时还保持了足够高的塑性，所以铝的性能辐照后可能比辐照前要好,金属材料受中子轰击后，产生许多缺陷及其衍生物，如Frenkel对缺陷。离位峰、位错环、层错、贫原子区、微空洞和嬗变元素等，所以会引起材料性能发生变化。原因是这些辐照缺陷与基体
15、点阵排列不同，导致晶格产生畸变，阻碍位错运动，从而引起强度升高，随之伴生塑、韧性下降和脆性增加。铝合金辐照性能的变化趋势也符合此规律，但诱发辐照效应的原因与大多数结构材料略有不同。通常认为快中子辐照是引起结构材料性能恶化的主要原因，对铝合金却是热中子比快中子的影响大，如铝合金在高注量辐照下，除了快中子产生辐照缺陷造成的硬化外，热中子使Al 嬗变成Si被认为起主要作用。,辐照对拉伸性能的影响,中子辐照铝的微观结构变化,铝的中子辐照实验是与硅的中子辐照同时进行的。中子辐照时, 纯铝箔(纯度为99. 999% )包裹着硅。中子辐照实验在核反应堆中进行, 辐照剂量为1015 1016 neutron / cm2。辐照试样取出后, 放置一定时间, 等到放射性降低后再对试样进行分析。利用扫描电子显微镜( SEM) 、透射电子显微镜( TEM)和纳米显微力学硬度计对中子辐照后的纯铝试样进行分析。,图 ( a)辐照铝箔(灰面)的形貌, ( b)辐照铝箔(黑面)形貌, ( c)未辐照铝箔的形貌,